「もんじゅ」原子炉容器上部プレナム熱流動挙動の評価

Evaluation of thermal-hydraulics of MONJU reactor upper plenum

本多 慶

Honda, Kei

ナトリウム冷却高速増殖原型炉「もんじゅ」の機器には、内部に複雑な構造を持つため、伝熱流動特性が複雑なものがある。その一つとして原子炉容器上部プレナムがあり、炉心上部の整流装置、燃料取扱装置のガイドであるホールドダウンアーム等の様々な構造物が設置されている。原子炉容器上部プレナム内には、熱電対プラグと呼ばれる温度測定機器が取り付けられており、これで測定された温度と解析で得られた温度を比較することで解析モデルの妥当性を評価できる。本研究では、構造物の形状を忠実に模擬する解析メッシュを作成し、解析の境界条件である燃料集合体等の出口の冷却材流量および温度を燃料集合体等毎に詳細に設定した解析を行った。その結果、本研究で作成したモデルと境界条件設定で、伝熱流動特性を精度よく評価できることが分かった。

The Japanese prototype sodium coolant FBR has some components which have various structures. Thermal-hydraulics of those components are complicated due to the structures. One of the components is the reactor upper plenum. A thermocouple plug is installed. The calculated temperature distribution can be validated by using the measured temperature on the thermocouple plug. In this study, we developed a three dimensional analysis model and we set temperature and flow rate to each of the subassembly as inlet boundary conditions. The obtained result agreed with the measured data well.